Este trabalho apresenta a elaboração de um modelo termo-hidráulico com o código RELAP para o reator IEA-R1, contemplando a piscina, o núcleo do reator, toda tubulação e válvulas do circuito primário, o tanque de decaimento, as duas bombas de circulação principal, os dois trocadores de calor e o Sistema de Refrigeração de Emergência. Todas as partes mais importantes dos circuitos elaborados são descritos detalhadamente e são apresentadas diversas simulações demonstrando o funcionamento satisfatório do modelo produzido. A vazão em regime permanente resultantes nos canais de refrigeração dos elementos combustíveis apresentou uma diferença de aproximadamente 6,4% em relação aos dados experimentais de vazão, assim como os canais abertos entre elementos adjacentes apresentam a entrada lateral de fluxo da piscina para o núcleo com maior intensidade na região inferior. Também foi realizada uma série de simulações que apresenta a distribuição de temperatura ao longo dos componentes do núcleo, onde a comparação entre um canal médio e um canal conservativo demonstrou incrementos de temperatura resultantes entre 85,6 e 88,4%, próximos ao valor teórico esperado de 84,4%. Os modelos dos trocadores de calor reproduziram de forma precisa o comportamento das temperaturas, tanto para contracorrente quanto para correntes paralelas. Finalmente, foi realizada uma simulação de um acidente de perda de vazão lenta no núcleo que apresentou fidedignamente a fenomenologia do evento: a queda de temperatura após a perda de vazão e desligamento do reator, seguida da abertura da válvula de circulação natural e a inversão da direção do escoamento no núcleo do reator. A comparação com resultados experimentais mostrou diferenças de temperaturas de 2,3ºC para o fluido e de até 4ºC para o revestimento. Em suma, o modelo RELAP desenvolvido para o IEA-R1 foi capaz de replicar os principais sistemas e equipamentos do reator, permitindo simulações para avaliações sistêmicas.

This work will present the development of a thermal-hydraulic model using the RELAP code for the IEA-R1 reactor, encompassing the pool, reactor core, all primary circuit piping and valves, decay tank, two main circulation pumps, two heat exchangers, and the Emergency Cooling System. All the most important parts of the developed circuits will be described in detail, and several simulations will be presented to demonstrate the satisfactory operation of the produced model. The steady-state flow in the cooling channels of the fuel elements showed a difference of approximately 6.4% compared to experimental flow data, and the open channels between adjacent elements exhibited a stronger lateral inflow from the pool to the core in the lower region. A series of simulations was also conducted to show the temperature distribution along the core components, and the comparison between an average channel and a conservative channel demonstrated temperature increments ranging from 85.6% to 88.4%, close to the expected theoretical value of 84.4%. The heat exchanger models accurately reproduced temperature behavior for both countercurrent and parallel flows. Finally, a simulation of slow flow loss accident in the core faithfully depicted the event's phenomenology: temperature drop after circulation loss followed by the opening of the natural circulation valve and flow reversal in the reactor core. A comparison with experimental results showed temperature differences of 2.3ºC for the fluid and up to 4ºC for the cladding. In summary, the RELAP model developed for the IEA-R1 successfully replicated the main reactor systems and equipment, enabling simulations for systemic evaluations.